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1
PHITSコードを用いたHTTR原子炉起動用中性子源の交換作業に伴う遮蔽計算
篠原 正憲; 石塚 悦男; 島崎 洋祐; 澤畑 洋明
JAEA-Technology 2016-033, 65 Pages, 2017/01
高温工学試験研究炉の起動用中性子源交換作業において、中性子線による作業員の被ばくを低減させるため、燃料交換機遮蔽キャスク下部に仮設中性子遮蔽体を設置した場合の線量当量率をPHITSコードで計算した。この結果、仮設中性子遮蔽体を燃料交換機遮蔽キャスク下部に設置することによって、中性子線による線量当量率を約1桁程度低くできることが明らかとなった。また、実際の交換作業において、仮設中性子遮蔽体を設置した結果、作業員の被ばく積算線量は0.3mSv人となり、前回の0.7mSv人と比較して半減させることができた。
2
平成27年度大型計算機システム利用による研究成果報告集
坂本 健作; システム計算科学センター
JAEA-Review 2016-024, 259 Pages, 2017/01
日本原子力研究開発機構では、原子力の総合的研究開発機関として原子力に係わるさまざまな分野の研究開発を行っている。これらの研究開発の多くにおいて計算科学技術が活用されている。計算科学技術活用の高まりは著しく、日本原子力研究開発機構における計算科学技術を活用した研究開発の成果は、全体の約2割を占めており、大型計算機システムはこの計算科学技術を支える重要なインフラとなっている。大型計算機システムは、優先課題として位置付けられた福島復興(発電所の廃止措置・環境修復)に向けた研究開発や、高速増殖炉サイクル研究開発、核融合研究開発及び量子ビーム応用研究開発等といった主要事業に利用された。本報告は、平成27年度における大型計算機システムを利用した研究開発の成果を中心に、それを支える利用支援、利用実績、システムの概要等をまとめたものである。
3
Application of probability generating function to the essentials of nondestructive nuclear materials assay system using neutron correlation
細馬 隆
JAEA-Research 2016-019, 53 Pages, 2017/01
核物質非破壊測定システムの基礎への確率母関数の適用について研究を行った。最初に、高次の中性子相関を七重相関まで代数的に導出し、その基本的な性格を調べた。高次の中性子相関は、漏れ増倍率の増大に応じて急速に増大し、検出器の効率や設定によるが漏れ増倍率が1.3を超えると、より低次の中性子相関と交わり追い越してゆくことを見出した。続いて、高速中性子と熱中性子が共存する系において、高速中性子による核分裂数と二重相関計数率及び熱中性子による核分裂数と二重相関計数率を、代数的に導出した。従来の測定法と、differential die-away self-interrogation法によって得られるRossi-alpha結合分布と各エリアの面積比を用いれば、高速中性子と熱中性子それぞれの単位時間あたりの誘導核分裂数、ソース中性子1個あたりそれぞれの誘導核分裂数(1未満)及びそれぞれの二重相関計数率を、推定可能であることを見出した。
4
リスクコミュニケーション実施上の課題の研究(委託研究)
田中 勝*; 青山 勲*; 石坂 薫*; 大畑 ゆき*; 福池 伊織*; 宮川 洋*; 石森 有
JAEA-Research 2016-017, 76 Pages, 2017/01
日本原子力研究開発機構人形峠環境技術センターでは、1955年のウラン鉱床露頭発見以降、ウランの探鉱、採鉱、製錬・転換、濃縮に係る研究技術開発事業や、2001年以降の廃止措置事業を通じて、50年以上にわたって地域とのコミュニケーションの経験を重ねてきた。数十年を超える長期に展開するようなウラン鉱山跡措置を含む廃止措置事業が主要業務となっているセンターにとって、地域とどのような関係を築き、さらにそれを形骸化させず、どのように継続できるかが特に重要なリスクコミュニケーション上の課題であると考えている。このような課題解決に資するため、センターの事業と類似した国内の事例を調査し、センターで現在行われている取組と比較して、今後センターで必要になる取組などについて検討した。
5
平成27年度計算科学技術研究実績評価報告
システム計算科学センター
JAEA-Evaluation 2016-003, 38 Pages, 2017/01
システム計算科学センターにおいては、「国立研究開発法人日本原子力研究開発機構の中長期目標を達成するための計画(中長期計画)」に基づき、原子力分野における計算科学技術研究に関する研究開発を実施してきた。この研究開発は原子力基礎基盤研究のうちの1分野として位置づけられていることから、原子力基礎工学研究・評価委員会による助言と評価がなされるが、計算科学技術研究については、それを支援するために原子力基礎工学研究・評価委員会の下に計算科学技術研究専門部会が設置され、課題の詳細な内容等を評価することとなった。本報告は、平成27年度にシステム計算科学センターにおいて実施された計算科学技術研究の実績と、それに対する計算科学技術研究専門部会による評価をとりまとめたものである。
6
A Terrestrial ecosystem model (SOLVEG) coupled with atmospheric gas and aerosol exchange processes
堅田 元喜; 太田 雅和
JAEA-Data/Code 2016-014, 35 Pages, 2017/01
自然および人為起源の大気汚染物質(ガス・エアロゾル)の陸域生態系への移行過程を評価するために、大気中ガスやエアロゾルの乾性沈着とそれに関連する過程(氷相、植物成長、土壌有機物分解)の新しいスキームを、著者らの多層大気-土壌-植生1次元モデルSOLVEGに導入し、これらのスキームの検証試験を様々な植生地で行ってきた。本報告では、新たにモデル化したそれぞれの過程と、改良したモデルの利用方法の詳細を記述した。この改良によって、地球温暖化や大気汚染に伴う大気-陸面間の水・エネルギー・物質循環の変化と、それが生態系に及ぼす影響の評価を調べるための「陸域生態系モデル」の基盤が完成した。
7
土壌流亡予測式USLEを用いた土砂及びCs移動解析プログラムSACT(Soil and Cesium Transport)利用マニュアル
齊藤 宏; 山口 正秋; 北村 哲浩
JAEA-Testing 2016-003, 68 Pages, 2016/12
SACT(Soil and Cesium Transport)は、福島第一原子力発電所事故後に地表に降下した$$^{137}$$Csを長期移行評価することを目的に、原子力機構が開発した土砂及びCs移行解析プログラムである。本プログラムは、既往のソフトウェア"ArcGIS"上で動作し、米国農務省を中心に開発された土壌流亡予測式"USLE"を用いて土砂の流亡土量を計算したのち、既往の計算式を用いて、砂に対して掃流砂の計算を、シルト及び粘土に対して浮流砂の計算を行う。さらに、各粒度の土粒子に吸着した$$^{137}$$Csの濃度比を考慮することで$$^{137}$$Csの移動量を計算する。SACTは、迅速に広範囲かつ長期の計算を行うことができるという特徴を有するとともに、着目する領域の土地利用や土壌、降雨特性等の地域性を考慮してパラメータの値を設定することにより、別途現場で取得されたデータを反映した計算を行うことも可能である。当マニュアルは、SACTが広く利用されるよう促進するとともに、利用方法、手順、注意点や最低限必要となる情報を提供するものである。
8
高クロム鋼伝熱管の急速加熱ラプチャ実験
梅田 良太; 栗原 成計; 下山 一仁
JAEA-Technology 2016-030, 50 Pages, 2016/12
ナトリウム冷却高速炉の蒸気発生器において伝熱管が貫通破損した場合、高温・高速かつ高アルカリ雰囲気の反応ジェットが生成される(ナトリウム-水反応)。反応ジェットが隣接する伝熱管全体を覆うと、伝熱管の高温化によって機械的強度が低下し、伝熱管内圧で膨出破損に至ることがある(高温ラプチャ)。高温ラプチャの評価では、伝熱管温度に相当する伝熱管材料のクリープ強度を材料強度の基準値(破損クライテリア)としており、内圧による管壁のフープ応力と当該破損クライテリアを比較することで破損を判断する。このため、高温ラプチャ現象を模擬した伝熱管破損実験から得られる知見を踏まえて、破損クライテリアの妥当性を確認することが非常に重要である。本報告書では、原子力機構が所有する伝熱管破損模擬試験装置(TRUST-2)を用いて、高クロム系鋼の細径伝熱管の単管試験体及び密着型の二重試験体を対象に、最高1500Kまでの超高温条件で内圧加圧型の急速加熱伝熱管ラプチャ実験を行い、破損形態や破損強度特性などを明らかにするとともに、破損クライテリアの妥当性を検討した。
9
MA燃料遠隔取扱試験設備の製作及び試験結果,3; 燃料装填試験装置
田澤 勇次郎; 西原 健司; 菅原 隆徳; 辻本 和文; 佐々 敏信; 江口 悠太; 菊地 将司*; 井上 昭*
JAEA-Technology 2016-029, 52 Pages, 2016/12
大強度陽子加速器施設J-PARCに建設が予定されている核変換物理実験施設(TEF-P: Transmutation Physics Experimental Facility)ではマイナーアクチノイド(MA)を含む燃料を用いた実験が計画されている。MA含有燃料は高い放射能を有するため、燃料取扱設備は遠隔操作によるシステムとする必要がある。これらの設備の設計製作に必要なデータを取得する試験装置群(MA燃料遠隔取扱試験設備)のうち、燃料装填試験装置の製作及び試験結果について報告する。燃料装填装置で要求される遠隔操作を模擬した試験装置を製作し、模擬炉心に対するMA燃料ピン模擬体の装荷、取出し試験を実施した。製作、試験により、MA燃料を取扱う燃料装填装置の基本概念の成立性が確認された。
10
直流アーク放電発光分光法によるMOX粉末中の金属不純物元素の定量; 粉末試料直接定量のための標準添加法の適用
古瀬 貴広*; 田口 茂郎; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹
JAEA-Technology 2016-028, 19 Pages, 2016/12
使用済核燃料の再処理過程を経て得られたMOX(ウラン・プルトニウム混合酸化物)粉末は、キャラクタリゼーションのために金属不純物元素の定量分析が必要となる。本分析には、粉末試料を溶解することなく直接定量が可能となる直流アーク放電発光分光法が有用とされるが、検量線を作成する際にマトリックスマッチングなどの問題を克服できる標準物質の選択が最も重要な課題であった。本報告では、試料マトリックスの影響を考慮して既知量の不純物金属を含む八酸化三ウランを標準物質として用いた標準添加法を適用することによって、比較的有意量が試料中に含まれる鉄, クロム, ニッケルの定量を試み、良好な結果が得られることを明らかにした。
11
アルミナ吸着剤のMo吸着/溶離に関する予備試験
鈴木 善貴; 石田 卓也*; 鈴木 祐未*; 松倉 実*; 黒崎 文雄*; 西方 香緒里; 三村 均*; 土谷 邦彦
JAEA-Technology 2016-027, 24 Pages, 2016/12
照射試験炉センターでは、(n,$$gamma$$)法による$$^{99}$$Mo製造に関する技術開発を行っている。(n,$$gamma$$)反応による$$^{99}$$Mo製造は簡便な方法であり、核不拡散や廃棄物管理の観点からも有利である。しかしながら、本方法による$$^{99}$$Moの比放射能が低いことから、高い放射能濃度を有する$$^{99m}$$Tc製品の製造が困難である。これまで、高いMo吸着効率を持つ無機高分子ジルコニウム化合物(Polyzirconium Compound: PZC)及び無機高分子チタニウム化合物(Polytitanium Compound: PTC)のようなMo吸着剤の開発が進められている。これらのMo吸着剤のジェネレータへの利用のためには、Mo吸着剤に含まれる構成元素の影響を評価し、$$^{99m}$$Tc製品の品質を保証することが必要である。本報告書において、Mo吸着剤の開発の現状調査を行い、医療用$$^{99}$$Mo/$$^{99m}$$Tcジェネレータに使用されているアルミナに着目し、結晶構造や比表面積のような異なった特性による3種類のアルミナのMo吸着特性/Mo溶離特性を調べた。
12
プルトニウム転換技術開発施設における硝酸プルトニウム溶液の安定化処理に係る分析業務報告; 平成26年4月$$sim$$平成27年12月
堀籠 和志; 鈴木 久規; 鈴木 快昌; 石橋 篤; 田口 茂郎; 稲田 聡; 久野 剛彦; 駿河谷 直樹
JAEA-Technology 2016-026, 21 Pages, 2016/12
東海再処理施設のプルトニウム転換技術開発施設では、平成26年4月から硝酸プルトニウム溶液を安定な形態のウラン・プルトニウム混合酸化物に転換し、硝酸プルトニウム溶液が有する水素発生などの潜在的ハザードを低減するための安定化処理を実施してきた。本処理を円滑に進めるため、同分析設備では、ウラン・プルトニウム混合酸化物粉末及びその原料となる硝酸ウラニル溶液、硝酸プルトニウム溶液を試料とした各種の分析業務を実施してきた。本報告書は、平成26年4月から平成27年12月までに実施した約3,500件の分析及び分析設備の保守・点検などの関連する業務の実績についてまとめたものである。
13
研究施設等廃棄物の処理・処分のための前処理作業について,1
石原 圭輔; 横田 顕; 金澤 真吾; 池谷 正太郎; 須藤 智之; 明道 栄人; 入江 博文; 加藤 貢; 伊勢田 浩克; 岸本 克己; et al.
JAEA-Technology 2016-024, 108 Pages, 2016/12
研究機関, 大学, 医療機関, 民間企業等において放射性同位元素や放射線発生装置, 核燃料物質等が使用され、多様な低レベル放射性廃棄物(以下「研究施設等廃棄物」という。)が発生しているが、これらの研究施設等廃棄物については、処分方策が確定されておらず、各事業者において長期間に亘り保管されている状況である。高減容処理施設は、研究施設等廃棄物のうち、主に、原子力科学研究所で発生する低レベルの$$beta$$$$gamma$$固体廃棄物を対象に、将来の浅地中埋設処分(以下「埋設処分」という。)に対応可能な廃棄体を作製することを目的として建設された施設である。埋設処分に対応可能な廃棄体を、安全、かつ、効率的に作製するためには、「予め廃棄物を材質ごとに仕分け、形状等を整えるとともに、埋設処分等に係る不適物等を除去すること」が極めて重要である。本稿では、この研究施設等廃棄物の処理・処分のための解体分別及び前処理について報告を行うものである。
14
Results and progress of fundamental research on fission product chemistry; Progress report in 2015
逢坂 正彦; 三輪 周平; 中島 邦久; Di Lemma, F. G.*; 鈴木 知史; 宮原 直哉; 小畠 雅明; 岡根 哲夫; 鈴木 恵理子
JAEA-Review 2016-026, 32 Pages, 2016/12
シビアアクシデント時の軽水炉内の各領域における核分裂生成物(FP)化学に関するデータベースの構築、及びそれらに基づくFP化学モデルの改良を目的として、2012年度よりFP化学挙動の解明に向けた基礎研究を開始した。研究成果は福島第一原子力発電所(1F)廃炉研究開発及び軽水炉安全性向上のための基礎的知見として反映する。1F特有の課題やソースターム関連研究における優先度を考慮して、FP挙動に与えるホウ素(B)放出速度及び熱水力条件の影響、構造材へのセシウム(Cs)化学吸着・反応挙動、FP化合物の熱力学及び熱物性データベースの拡充、及びFP挙動再現及びFP含有化合物の化学形直接測定のための実験・解析技術確立の4つの研究項目を設定した。本報告書は、FP化学挙動の解明に向けた基礎研究の2015年の研究成果及び進捗を述べるものである。2015年の成果として、FP放出移行挙動再現実験装置の導入を完遂したことが挙げられる。また、Cs化学吸着に関しての有用な基礎的知見を取得した。4つの研究項目に加えて、1F炉外サンプル分析によりFP挙動を評価するための試みについても検討した。
15
JAEA-Tokai tandem annual report 2013; April 1, 2013 - March 31, 2014
研究炉加速器管理部
JAEA-Review 2016-025, 101 Pages, 2016/12
原子力機構-東海タンデム加速器は、重イオンを用いた原子核科学や物質科学等様々な分野において原子力機構の職員をはじめ、大学や研究機関、民間企業の研究者に利用されている。本年次報告は、2013年4月1日から2014年3月31日までの期間に、当施設のタンデム加速器を用いて実施された研究活動の要約をまとめたものである。総数31件の要約を以下の7分野に分類した;(1)加速器の運転状況、(2)原子核構造、(3)原子核反応、(4)核化学、(5)原子核理論、(6)原子物理および固体物理、(7)材料の照射効果。また、発表論文と会議での口頭発表、タンデム加速器に関係する技術者と研究者, 委員会, 大学等との共同研究課題および施設共用課題等の一覧を掲載した。
16
超深地層研究所計画,年度報告書; 2015年度
濱 克宏; 岩月 輝希; 松井 裕哉; 見掛 信一郎; 石橋 正祐紀; 尾上 博則; 竹内 竜史; 野原 壯; 笹尾 英嗣; 池田 幸喜; et al.
JAEA-Review 2016-023, 65 Pages, 2016/12
日本原子力研究開発機構東濃地科学センターでは、高レベル放射性廃棄物の地層処分技術に関する研究開発のうち、深地層の科学的研究(地層科学研究)の一環として、結晶質岩(花崗岩)を対象とした超深地層研究所計画を進めている。本研究所計画では、2014年度に原子力機構改革の一環として抽出された三つの必須の課題(地下坑道における工学的対策技術の開発、物質移動モデル化技術の開発、坑道埋め戻し技術の開発)の調査研究を進めている。本報告書は、2015年度に実施した超深地層研究所計画のそれぞれの研究分野における調査研究、共同研究、施設建設などの主な研究成果を示したものである。
17
結晶質岩を対象とした連成現象が長期挙動におよぼす影響に関する研究; 2015年度(委託研究)
市川 康明*; 木本 和志*; 松井 裕哉; 桑原 和道; 尾崎 裕介
JAEA-Research 2016-018, 23 Pages, 2016/12
高レベル放射性廃棄物の地層処分坑道の力学的安定性は、建設・操業時から坑道埋戻し後の数千年$$sim$$数万年という長期にわたって要求される。時間依存的挙動を示す岩石や岩盤の長期的な挙動を把握することは重要な課題である。一方で、岩石中の地下水の化学的な反応も長期挙動に影響を及ぼすことが明らかになった。この力学と化学の連成現象にも影響を及ぼすマイクロクラックの評価については、かねてからの課題でもある。2015年度は、周波数帯域を20MHzまで拡張したレーザドップラ振動計を用い、花崗岩供試体を透過する表面波の計測と群速度の推定を行った。その結果、群速度は100kHz$$sim$$500kHzまで、振動しながら減少する傾向にあることを明らかにした。群遅延からの群速度推定は、空間的に平均化した波形を用いることで信頼性、推定可能周波数帯域が向上し、波数-周波数スペクトルによる推定よりも容易であることも示された。ここで得られた結果は、将来的に花崗岩の粘弾性理論によるモデル化や、マイクロクラック非破壊評価のための評価値を与える際に有用な情報であると考えられる。本研究の知見を利用するためには、今後、群速度の変動と亀裂や結晶粒といった媒体の微視的な性状との対応を明らかにする必要がある。
18
平均的成人日本人女性ファントムを用いた光子及び電子比吸収割合の評価
真辺 健太郎; 佐藤 薫; 高橋 史明
JAEA-Data/Code 2016-013, 48 Pages, 2016/12
国際放射線防護委員会ICRPは、2007年勧告において、コーカソイドの身体的特性を備えた男女別のボクセルファントムに基づく等価線量の男女平均値に組織加重係数を適用し、実効線量を評価することとした。内部被ばくに対する線量評価で必須の比吸収割合SAFは、その算出に使用するファントムの体重や臓器質量に依存する。したがって、今後ICRPが公開する2007年勧告対応の線量係数(放射性核種1Bq摂取あたりの預託実効線量)は、コーカソイドの身体的特性が反映されたSAFに基づき評価され、かつ男女平均されたものとなる。一方、成人日本人は成人コーカソイドに比べて小柄であり、臓器質量の特徴も異なる。ICRPの線量係数を日本人の放射線防護の目的に利用するにあたり、人種による身体的特性の違いが線量係数に及ぼす影響について把握することは重要である。本研究では、平均的成人日本人女性ファントムJF-103を汎用放射線輸送計算コードMCNPX2.6.0に組み込み、67個の線源領域と42個の標的臓器の組合せについて、10keVから10MeVの範囲の25種類の単色光子及び電子に対するSAFを計算した。本報告書のデータと、先に公開した平均的成人日本人男性ファントムJM-103の光子及び電子SAFデータを用いることにより、光子及び電子以外の放射線を放出しない放射性核種の摂取に対し、成人日本人の平均的な特性を反映させた性別毎及び性平均の線量係数を算出するためのSAFデータが整備された。
19
STACYにおけるMOX溶解試験残液の安定化処理
小林 冬実; 住谷 正人; 木田 孝; 石仙 順也; 内田 昇二; 神永 城太; 大木 恵一; 深谷 洋行; 曽野 浩樹
JAEA-Technology 2016-025, 42 Pages, 2016/11
日本原子力研究開発機構原子力科学研究所のSTACY施設では、平成12年から15年にかけて、プルトニウム溶液臨界実験に向けたMOX粉末燃料の溶解に関する基礎試験を実施した。溶解試験で生じた硝酸ウラニル溶液と硝酸プルトニウム溶液からなるMOX溶解試験残液を貯蔵設備にて貯蔵するにあたり、溶液の状態から酸化物へ転換する安定化処理が必要である。さらに、臨界安全の観点から、安定化処理後の酸化物に含まれる水分量を管理する必要がある。MOX溶解試験残液を安定化する方法として、溶液中のウランをアンモニアにより、プルトニウムをシュウ酸により沈殿させ、焙焼して酸化物とする方法を選定した。本報告書は、MOX溶解試験残液に含まれるウラン及びプルトニウムの安定化処理に係る検討及び作業の結果をまとめたものである。本報告書で示した手順に基づく実規模での安定化処理の結果、ウランの回収率は95.6%、プルトニウムの回収率は95.0%であった。また、安定化処理後の酸化物を窒素雰囲気下で再焙焼し、速やかにビニールバッグで溶封することで、酸化物の含水率を低く保つとともに水分の再付着を防止した。
20
低アルカリ性セメント(HFSC)を使用したコンクリートの基本特性
瀬野 康弘*; 中山 雅; 杉田 裕; 棚井 憲治; 藤田 朝雄
JAEA-Data/Code 2016-011, 164 Pages, 2016/11
地下300m以深への地層処分が定められている高レベル放射性廃棄物(HLW)の処分場の坑道などの支保工にはコンクリートの使用が想定されている。一般に、OPCを用いたコンクリートの浸出水のpHは12$$sim$$13を呈する。一方、緩衝材に用いられているベントナイトはpH約11以上の高アルカリ環境で変質し膨潤性能が低下する恐れがあり、これらのバリア機能が阻害される可能性が指摘されている。したがって、HLW処分場の支保工に使用されるセメント系材料にはバリア機能は求められていないものの、他のバリア機能を阻害しないこと、すなわち、低アルカリ性が求められている。原子力機構では、セメント系材料の低アルカリ化を目指し、コンクリートの浸出水のpHを11程度以下にすることを目標とし、OPCにシリカフュームとフライアッシュを混合させた低アルカリ性セメント(HFSC)を開発した。HFSCのHLW処分場用支保工材料への適用性に関する研究は、幌延深地層研究センターの深度140m, 250mおよび350mの水平坑道において施工を行い適用の目途を得ている。本資料は、HFSCのこれまでに実施した種々の配合試験で得られたHFSCコンクリートのフレッシュ性状や硬化物性値等について整理した。